Benchmark calculations of sodium-void experiments with uranium fuels at the fast critical assembly FCA

福島 昌宏; 北村 康則; 久語 輝彦; 山根 剛; 安藤 真樹; 千葉 豪; 石川 眞; 岡嶋 成晃

Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 2, p.306 - 311, 2011/10

https://doi.org/10.15669/pnst.2.306

The capture cross section of U has been re-evaluated by the OECD/NEA/NSC/WPEC subgroup 29 focusing on energy region from 100 eV to 1 MeV from the viewpoints of differential and integral data analyses since 2007. Sodium-void reactivity experiments with uranium fuels were carried out at the Fast Critical Assembly (FCA) in the Japan Atomic Energy Agency (JAEA) in 2009 and new integral data were obtained to help to validate the re-evaluated capture cross section of U. The benchmark calculations for the new integral data were performed by using a continuous-energy Monte Carlo code (MVP) with use of the evaluated nuclear data libraries JENDL-3.2, -3.3, -4.0, ENDF/B-VII.0 and JEFF-3.1. The ratios of calculated to experimental (C/E) values of sodium-void reactivities with respect to JENDL-3.3, ENDF/B-VII.0 and JEFF-3.1 are less than those with respect to JENDL-3.2 and -4.0. The analysis results are similar to those of sodium-void reactivities previously obtained at the BFS facility in Russia. The benchmark calculations demonstrate the improvement of the reliability of the integral data such as the new integral data obtained at the FCA and the previously obtained data in the BFS and the usefulness of the new integral data for the validation of the re-evaluated cross section of U.

Benchmark calculations of sodium-void experiments with uranium fuels at the fast critical assembly FCA

福島 昌宏; 北村 康則; 久語 輝彦; 山根 剛; 安藤 真樹; 千葉 豪; 石川 眞; 岡嶋 成晃

Proceedings of Joint International Conference of 7th Supercomputing in Nuclear Application and 3rd Monte Carlo (SNA + MC 2010) (USB Flash Drive), 6 Pages, 2010/10

The capture cross section of U has been re-evaluated by the OECD/NEA/NSC/WPEC Subgroup 29 focusing on energy region from 100 eV to 1 MeV from the viewpoints of differential and integral data analyses since 2007. Sodium-void reactivity experiments with uranium fuels were carried out at the Fast Critical Assembly (FCA) in the Japan Atomic Energy Agency (JAEA) in 2009 and new integral data were obtained to help to validate the re-evaluated capture cross section of U. The benchmark calculations for the new integral data were performed by using a continuous-energy Monte Carlo code (MVP) with use of the evaluated nuclear data libraries JENDL-3.2, -3.3, -4.0, ENDF/B-VII.0 and JEFF-3.1. The ratios of calculation to experimental (C/E) values of sodium-void reactivities with respect to JENDL-3.3, ENDF/B-VII.0 and JEFF-3.1 are less than those with respect to JENDL-3.2 and -4.0. The analysis results are similar to those of sodium-void reactivities previously obtained at the BFS facility which is another fast critical assembly in Russia. The benchmark calculations demonstrate the improvement of the reliability of the integral data such as the new integral data obtained at the FCA and the previously obtained data in the BFS and the usefulness of the new integral data for the validation of the re-evaluated cross section of U.

高速増殖炉サイクルの実用化戦略調査研究フェーズII中間報告; 原子炉プラントシステム技術検討書

此村 守; 小川 隆; 岡野 靖; 山口 浩之; 村上 勤; 高木 直行; 西口 洋平; 杉野 和輝; 永沼 正行; 菱田 正彦; et al.

JNC TN9400 2004-035, 2071 Pages, 2004/06

JNC-TN9400-2004-035.pdf:76.42MB

ナトリウム冷却炉、鉛ビスマス冷却炉、ヘリウムガス冷却炉及び水冷却炉について、革新技術を導入し炉型の特徴を活かした炉システム概念を構築し、その概念の成立の見通しを得るための検討を行うとともに、設計要求への適合性を評価した。その結果、2015年頃に高速増殖炉技術を実用化するためには、現状の知見で課題とされた項目で画期的な技術革新がないかぎり、ナトリウムを冷却材して選択することが合理的であることが明らかとなった。

Effect of multipulse waveform on gains of soft X-ray lines of lithium-like Aluminum ions in recombining plasmas

岡坂 和尊*; 河内 哲哉; 大山 等*; 原 民夫*; 山口 直洋*; 安藤 剛三*

Japanese Journal of Applied Physics, 39(1), p.70 - 81, 2000/01

https://doi.org/10.1143/JJAP.39.70

再結合プラズマを用いたリチウム様アルミニウムイオンの軟X線レーザーは数ジュールのエネルギーで軟X線レーザー光が発生できる方法として研究が進められているが、今回、照射レーザーのパターンを変え、それによる発生ゲイン係数の変化を観測し、結果を数値シミュレーションと比較することにより、ゲイン発生のための照射レーザーパターンの最適化を行った。

Evaluation of the high temperature engineering test reactor's first criticality with Monte Carlo code

山下 清信; 安藤 弘栄; 野尻 直喜; 藤本 望; 中田 哲夫*; 渡部 隆*; 山根 剛; 中野 正明*

Proc. of SARATOGA 1997, 2, p.1557 - 1566, 1997/00

将来型の高温ガス炉として、固有の安全性が高い環状炉心が提案されている。このため、高温工学試験研究炉(HTTR)の臨界近傍では、炉心外周から燃料体を装荷し環状炉心の炉物理特性を取得する計画である。そこで、環状炉心を介して初期炉心を構成するまでの実効増倍率kの変化を求め、臨界近傍の方法を検討した。解析には、燃料棒、反応度調整材、制御棒挿入孔、模擬燃料体等の位置及び形状を正確にモデル化できるモンテカルロコード(MVP)を用いた。MVPの評価精度は、高温ガス炉臨界実験装置の実験データを用いて評価した。本検討より、炉心の中心から燃料を装荷する従来の方法に比べ、外周から燃料を装荷する本方法では、環状炉心達成後、炉心中心部に燃料装荷する時に反応度が急激に増加するため、反応測定に注意を払う必要があることが明らかとなった。

トカマク用トムソン散乱測定装置

的場 徹; 船橋 昭昌; 安藤 剛三*

JAERI-M 5515, 70 Pages, 1974/01

JAERI-M-5515.pdf:4.81MB

原研JFT-2の電子温度測定の為に計画されたトムソン散乱測定装置は1971年に設計が開始され、1973年3月に完成した。電子温度の制定にトムソン散乱を使うのはトカマク型卜ーラスプラズマについては本装置が日本で初めてのものである。本報告は卜力マク型への適用という点に焦点を合わせての設計と主要な検査結果について述べる。尚将来のトカマク型核融合炉に対して電子温度計測にトムソン散乱を用いることが出来ることを言及する。

高速炉実機未臨界状態で行う反応度フィードバック精密測定技術の開発,1-1; 全体計画

岡嶋 成晃; 西 裕士; 山根 義宏*; 兼本 茂*; 山根 剛; 森 貴正; 北村 康則; 福島 昌宏; 北野 彰洋; 安藤 真樹; et al.

no journal, , 

高速炉システムを対象に、実機での原子炉起動前炉物理試験を未臨界状態で実施できる測定技術を開発し、高速炉臨界実験装置(FCA)を用いて実証するとともに、その技術に基づく実機の計測システムの提案を文部科学省のエネルギー対策特別会計委託事業として実施している。本発表では、その研究の背景と目的,研究の概要を報告する。

U捕獲断面積検証のためのFCA臨界実験と実験解析

久語 輝彦; 北村 康則; 福島 昌宏; 安藤 真樹; 山根 剛; 岡嶋 成晃

no journal, , 

Uの分離共鳴領域の捕獲断面積の積分的評価に資する炉物理実験データを取得するために、FCAにおいてウラン炉心のNaボイド反応度等、Uの共鳴領域に感度を持つ炉物理実験を実施した。最新の核データライブラリJENDL-4.0を含め、種々のライブラリを用いて実験解析を実施した。Naボイド反応度については、BFSでの傾向と同様に、JENDL-3.3, ENDF/B-VII.0及びJEFF-3.1の計算値は過小評価した。FCAで新たに測定したNaボイド反応度は、Na散乱断面積の影響は小さく、U捕獲断面積に大きな感度を有している。特に、U捕獲断面積に関して数100eVから数keVのエネルギー領域の寄与が大きく、この領域の断面積の検証に有効である。本実験結果はベンチマーク化され、OECD/NEA/NSCの核データ評価協力ワーキングパーティWPECのサブグループ29でのUの捕獲断面積の再評価に活用される。

高速炉実機未臨界状態で行う反応度フィードバック精密測定技術の開発,2-4; FCA実験; 炉雑音法

北村 康則; 福島 昌宏; 安藤 真樹; 岡嶋 成晃; 山根 剛; 山根 義宏*

no journal, , 

高速炉システムを対象に、実機での原子炉起動前炉物理試験において未臨界状態で実施可能な反応度測定技術の開発を目的とし、高速炉臨界実験装置FCAを用いた試験を実施した。本報告では、炉雑音と修正中性子源増倍法を組合せたシンセシス法のうち、炉雑音法について報告する。

ホウ酸マトリックスによるNa高含有放射性廃液固定化の基礎研究

齋藤 照仁*; 安藤 万純*; 新井 剛*; 堀口 賢一; 菅谷 篤志

no journal, , 

現在、福島第一原子力発電所では、海水成分及びホウ酸を含む放射性廃液が大量に滞留している。これらの廃液を廃棄体化し埋設処分する場合、Naの溶出による処分環境への影響が懸念される。そのため、Naを固定化できる固化マトリックスの研究開発が必要である。本研究では、浸出特性に優れるアモルファス構造を有するホウ酸マトリックスに着目し、ホウ酸系マトリックスの作製条件及び固化体性能評価を実施した。本試験では、溶融時間による固化体性状の変化、及びNa含有ホウ酸マトリックスからのNaの浸出挙動を調査した。また、浸出傾向を明らかにするため比表面積を大きく取った粒状試料を用いて浸漬試験を行った。まず、B:Na=1:0.5(mol比)となるよう試薬(HBO, NaCl)を混合し、混合試薬をマッフル炉により1100Cで2 or 3h溶融後、急冷することでアモルファス状の固化体試料を得た。SEMによる表面観察より、2h溶融試料では直径1.22.5mの斑点が確認されたが、3h溶融試料では平滑な面が確認された。また浸漬試験の結果から、2h溶融試料は3h溶融試料と比較し、Naの保持性能が低いことを確認した。